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豊田 晃大; 鬼澤 高志; 若井 栄一*
Research & Development in Material Science (Internet), 21(5), p.2632 - 2637, 2025/06
316FR steel, a modification of 316 austenitic stainless steel, will be used as a structural material in the sodium cooled fast reactor (SFR), one of the initiatives being developed in Japan to achieve carbon neutrality in order to combat global warming. To withstand the high-temperature operating environment of the SFR, the alloy design of the 316FR steel has been optimized to have high creep strength for a long time with controlled precipitation by optimizing the alloy composition. In order to clarify that 316FR steel can maintain its properties under the high temperature (around 550
C) irradiation environment of the SFR, the authors mainly conducted in-situ observations under electron beam irradiation at high temperatures to investigate in detail the irradiation effects on the precipitates (mainly carbides), which are characteristic of 316FR steel. As a result, it was found that the precipitates in 316FR steel are more stable than those in type 304 stainless steel under irradiation without coarsening at grain boundaries or within grains. The characteristics and attractiveness of 316FR steel, the results obtained, and the mechanism of creep behavior under irradiation are also explained.
永井 佑哉; 木村 泰久; 平野 宏志*; 北村 哲浩
保健物理(インターネット), 59(4), p.168 - 181, 2024/12
核燃料物質で汚染されたグローブボックス類の解体撤去に関連し、工程室の壁のすぐそばに設置されたグローブボックスと複数の工程室の壁を通る移送トンネルの一部について撤去した事例について報告する。これらの事例では従来型の密封包蔵手段が取れなかったため、新たな手段を構築して解体作業を行うこととした。本稿では検討・準備した包蔵手段と解体工法を、実際に行った作業内容と共に紹介した。
池田 貴儀; 權田 真幸; 長屋 俊; 早川 美彩; 国井 克彦; 峯尾 幸信; 米澤 稔; 板橋 慶造
Proceedings of 16th International Conference on Grey Literature (GL-16), p.139 - 145, 2015/03
福島第一原子力発電所事故(「3.11事故」)を契機に、プレスリリースやモニタリング情報等の様々な情報がインターネット上から発信されている。JAEA図書館は、3.11事故に関連する情報を保存し、整理し、発信することに努めており、その成果としてDSpaceを活用したFukushima Accident Archiveの取り組みを、第15回灰色文献国際会議で報告した。これらのインターネット情報の中には有用である数値データが数多く含まれているが、書誌情報の欠落により情報の存在を確認することが困難である等、課題も多く存在している。そこで、国際原子力機関が運用する国際原子力情報システムデータベースで利用されている「データフラッギング」の仕組みをFukushima Accident Archiveに応用することを試みる。これにより、Fukushima Accident Archiveの機能向上だけではなく、インターネット上に存在する数値データの効果的な活用に貢献できると考えている。
篠原 伸夫; 河野 信昭; 中原 嘉則; 辻本 和文; 桜井 健; 向山 武彦*; Raman, S.*
Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.115 - 128, 2003/06
英国ドンレイ高速中性子原型炉で492日間照射したアクチノイド試料を放射化学的手法を用いて分析し、核分裂生成物(Mo,Zr,Nd)とアクチノイド(U,Np,Pu,Am,Cm,Cf)の同位体組成を精度良く測定した。本論文(PaperI)では、化学分析の詳細と得られた分析データを記述した。本研究で得られたデータは米国オークリッジ国立研究所で得られたデータと良い一致を示すとともに、本分析データは今後の燃焼計算コードのベンチマーク情報として、さらに核データライブラリの検証に役立つものである。なお別報(PaperII)では、本分析データを用いて核データの検証を試みた。
篠原 伸夫; 河野 信昭; 中原 嘉則; 辻本 和文; 桜井 健; 向山 武彦*; Raman, S.*
Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.115 - 128, 2003/06
被引用回数：13 パーセンタイル：63.27(Nuclear Science & Technology)英国ドンレイ高速中性子原型炉で492日間照射したアクチノイド試料を放射化学的手法を用いて分析し、核分裂生成物(Mo,Zr,Nd)とアクチノイド(U,Np,Pu,Am,Cm,Cf)の同位体組成を精度よく測定した。本論文(Paper 1)では、化学分析の詳細と得られた分析データを記述した。本研究で得られたデータは米国オークリッジ国立研究所で得られたデータと良い一致を示すとともに、本分析データは今後の燃焼計算コードのベンチマーク情報として、さらに核データライブラリの検証に役立つモノである。なお別報(Part 2)では、本分析データを用いて核データの検証を試みた。
/SiC compositesGiancarli, L.*; Golfire, H.*; 西尾 敏; Raffray, R.*; Wong, C.*; 山田 禮司
Fusion Engineering and Design, 61-62, p.307 - 318, 2002/11
被引用回数：61 パーセンタイル：94.89(Nuclear Science & Technology)本論文は核融合動力炉の増殖ブランケット構造材料としてSiC複合材を用いた最近の設計研究の進展状況について述べたものである。とりあげた設計例はEUのTAURO,米国のARIES-AT,日本のDREAMである。構造材はSiC複合材で共通であるが、冷却材,中性子増倍材及びトリチウム増殖材は各概念で異なっており、現在の代表的なブランケット概念が詳述されている。なお、本論文は日米協力及びIEA-ESE協力のもとで行われた共同研究の成果の一つとして作られたレビューペーパーである。
Gulden, W.*; Cook, I.*; Marbach, G.*; Raeder, J.*; Petti, D.*; 関 泰
Fusion Engineering and Design, 51-52(Part.B), p.419 - 427, 2000/11
被引用回数：5 パーセンタイル：36.86(Nuclear Science & Technology)欧州核融合計画の中で核融合動力炉の環境・安全性を定量化するSEAFP及びSEALと呼ばれる検討評価が、トカマク炉を対象としてなされた。その最新の成果を米国のARIES-RS炉と日本のDREAM炉の検討結果と比較する。またITER-EDAから得られた貴重な教訓についても報告する。二つの主な成功要件である「いかなるプラント内事故によっても公衆避難を要しないこと」及び「将来世代に放射性廃棄物の負担を残さない」を核融合炉が満たすこと、及びこれらの要件が欧州電力事業の軽水炉プラントに対する基本的安全目標に適合することを示す。
M.Z.Hasan*; 功刀 資彰; 関 昌弘; 横川 三津夫; 伊勢 英夫*; 蕪木 英雄; ARIESチーム
Fusion Technology, 19, p.908 - 912, 1991/05
ARIESトカマク型核融合炉研究プログラムは、米国内大学・研究機関が参加したトカマク型核融合動力炉プラント開発を目指している。ARIES計画では3つの概念が提案されているが、ARIES-Iはこのうちの最初のもので、DT燃焼で第1次プラズマMHD安定性領域内で正味1000MWeの運転を行うものである。不純物制御と第1壁の防御は高リサイクルポロイダル方向ダイバータで行う。ターゲット板は中性子による放射化を低減化するために処理された2mm厚さのタングステンコーティングされたSiC冷却材流路で構成されている。タングステン被膜の目的はスパッタリングエロージョンとプラズマディスラプションに対する防護である。断熱計算、1次元非定常計算を通じて蒸発層やエロージョン層の厚さを求め、必要な被膜厚さを設計側へ提供した。さらにより現実的な解析を行うため、2次元非定常溶融・蒸発挙動の数値シミュレーションを実施した。
菊池 満; R.W.Conn*; F.Najmabadi*; 関 泰
Fusion Engineering and Design, 16, p.253 - 270, 1991/00
被引用回数：35 パーセンタイル：94.10(Nuclear Science & Technology)最近のプラズマ物理の動向について述べ、トカマク動力炉(SSTR及びARIES-I)の設計にそれらがどのように反映されているかを紹介し、動力炉の姿を明らかにする(日、米の設計例として)。特に、JT-60で見出された、プラズマ電流の80%にも及ぶブートストラップ電流の達成によって高効率な定常炉が可能になった点が重要である。
C.P.C.Wong*; E.T.Cheng*; R.L.Creedon*; J.A.Leuer*; K.R.Schultz*; S.P.Grotz*; N.M.Ghoniem*; M.Z.Hasan*; R.C.Martin*; F.Najmabadi*; et al.
Proc. of IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, Vol. 2, p.1035 - 1038, 1989/00
ARIES-Iトカマク型核融合動力炉に対して、2つのガス冷却方式のブランケット案を設計・検討した。1つは5MPaのヘリウムガス冷却型、他の一つはLi
O粒子を混入した0.5MPa炭酸ガス冷却型であり、いずれも低放射化セラミックブランケット設計案である。その結果、基本設計としてデータベースの豊富なHe冷却型が採用された。また、構造部材料としてSiC複合材、固体T増殖材としてLiSiO、そして中性子増幅材としてBeの金属ペレットを用いることで、高い冷却材出口温度、良い中性子増幅及び適当なT増殖を有する高性能ブランケットを設計することができた。また、本低放射化設計は10CFR61 Class-C基準を満足するばかりでなく、固有安全性を有するものとなっている。
功刀 資彰; M.Z.Hasan*; ARIESチーム
Proc. of IEEE 13th Symp. on Fusion Engineering, Vol. 2, p.882 - 885, 1989/00
ARIESプロジェクト研究は、トカマク型動力炉の概念計を米国内の各研究期間の協力の下に行うものである。この研究プログラムに1988年から原研も参加しており、その第1段階であるARIES-I設計が決定された。この設計では、ブランケットはSiC複合材で構成され冷却材として固体粒子(5~10
m)を混入したCO
ガスが用いられることになっている。微小固体粒子の混入によって、系の圧力を上げることなく、高い伝熱性能が得られる。しかし、その伝熱流動の詳細な機構は不明であるため、本研究では著者の一人が既に開発したコードを大幅に修正して固気混相流のシミュレーションを円管内乱流と急拡大管内乱流について実施した。その結果、固体粒子による乱流強度の増加が示され、熱伝達増大の機構が検討された。
技術情報部
JAERI-M 4649, 21 Pages, 1971/12
1970年4月1日から1971年5月1日の期間におけるINIS本部ならびに日本の対INISナショナル・センターである原研における活動状況をまとめた初年度プログレス・リポートである。A編では、INIS本部において得られた業績、主題ならびに書誌管理や電算機のオペレーションが中心に述べられている。B編では、原研において得られた業績、成果と国内における運営面およびインプット技術の改善を中心に述べている。国内においては、インプットの拡大ならびにアウトプット利用の準備段階に入るので、関連機関との協力体制をさらに強力に推進する必要があるとしている。
広田 憲亮; 近藤 啓悦; 中野 寛子; 藤田 善貴; 武内 伴照; 井手 広史; 土谷 邦彦; 小林 能直*
no journal, ,
原子力分野では、沸騰水型原子炉のシュラウドや加圧水型原子炉の再循環系配管で動的ひずみ老化(DSA)が確認されている。この現象は、材料の加工硬化速度を増加させ、延性の低下を引き起こす。Rodriguezは、ステンレス鋼を用いると、この加工硬化が結晶粒の微細化に伴って増加し、DSAが発生しやすくなることを報告している。本研究の目的は、超微細粒SUS304L(UFGS)を用いて、原子炉を模擬した高温加圧水(HTPW)環境におけるDSAに及ぼす結晶粒微細化の影響を評価することである。UFGSを熱処理して粒径を0.59mから68.6mに調整し、0.2%耐力に対するホール-ペッチ則の整理を行った。本研究で得られたk値は、これまでSUS304Lで得られていた参考値とほぼ同様であった。破壊ひずみに及ぼす粒径の影響について、大気中の引張試験と溶存酸素1ppb未満の条件下で598K/15MPaのHTPW環境での低歪速度引張試験(SSRT)との比較を行うと、粒径が粗くなるにつれ、大気中よりもHTPW下において破壊ひずみが小さくなることが示された。HTPWの破壊後の顕微鏡写真では、28.4m以下の粒径材で延性破壊面が観察された。しかし、粒径が68.6mまで粗くなると、全破断面の半分以上が脆性破壊となった。HTPW下で粒径0.59mの材料では、試料の破断断面において{111}/
3境界の対応粒界が多く観察された。しかし、粒径が68.6mまで粗大化すると、これらの分布はほとんど観察されなくなった。したがって、HTPW下で微細粒ステンレス鋼においてDSAによる亀裂伝播が抑制された原因は、{111}/3境界による転位蓄積の緩和によるものと推察される。
